超临界水冷反应堆.ppt

1、超临界水冷反应堆,超临界水冷反应堆,中文名称： 超临界水冷反应堆 英文名称： supercritical water-cooled reactor 定义： 冷却剂参数超过热力学临界值(22.1 MPa，647 K)的轻水反应堆，属于第四代反应堆。,超临界水冷堆 超临界水堆运行于超高压力、高温度和强烈中子辐照条件下，这种联合的极端条件给众多学科带来了新的科学挑战。常规压水堆使用的核燃料包壳材料的力学特性和化学性能已不再满足超临界水堆的要求。揭示材料在极端条件下的微结构变化和使役行为的科学理论尚未形成。设计与制备堆内新材料的理论依据和基础技术有待发展。超临界水堆堆内复杂流道、流体物性异常变化以及高

2、热流密度会引发一系列流动传热、核燃料冷却及核热耦合等方面的新的科学问题。然而目前国内外对这种特定条件下的传热机理、流动特性以及耦合系统安全性的了解和认识仍十分匮乏。如果超临界水堆被设计成快中子谱（或超热中子谱）反应堆，它将会具有高燃料利用率的特性，并具有嬗变核废料中长寿命、高放射性锕系元素的可能性。我国核燃料资源并不丰富，快中子谱的超临界水堆同常规压水堆相比具有较高的核燃料利用率并在减少核废物方面具有优势，潜力亟待开发。然而，目前仍然缺乏可靠的堆芯分析方法来描述快中子谱超临界水堆的可裂变燃料转换过程、核废物嬗变过程以及与它们相关的安全特性。因此，堆内材料使役行为理论、流动传热机理以及先进中子物

3、理学分析方法是发展超临界水堆三大主要科学基石。,超临界水冷反应堆系统SCWR SCWR 是在水的热力学临界点37422.1MPa 或705F 3208psia 以上运行的高温高压水冷反应堆超临界水冷却的热效率比目前轻水反应堆高出1/3 同时也简化了核电厂配套子项。 由于冷却剂在反应堆中不发生相变且直接与能源转化设备耦合所以核电厂配套子项大为简化该系统为1700MWe 且在25MPa 压力下运行反应堆出口温度为510 并有可能提高到550 燃料采用氧化铀燃料与那些简化的沸水反应堆相似SCWR 系统也引入了非能动安全性。 SCWR 系统主要是为高效发电设计的在堆芯设计的两个选择方案中提供了一种管理

4、锕系元素方案SCWR 有一个热或快中子能谱因此该系统提供了两种燃料循环选择第一种是具有热中子能谱反应堆的开放循环第二种是具有快中子能谱反应堆的闭合循环以及在中心区域基于先进水处理系统的全部锕系元素再循环。,1、超临界水及其特征 水的热力学临界点在2212MPa(临界压力)、3743 OC (临界温度)。在临界压力以下，水在定压条件下被加热，其温度上升到相应的饱和温度时，产生水和蒸汽共存的沸腾现象，直到全部水被蒸发后，系统的温度再上升成为过热蒸汽。而在临界压力条件下，水和蒸汽的性质变得相同。在超临界压力下加热水，具有压缩水性质的单相流体将连续平滑地转变成具有类似过热蒸汽性质的单相流体。亦即，液相

5、和汽相共存的湿蒸汽领域完全消失一超临界 水不存在相变，只有单相，其热力学性质更“像”过热蒸汽。超临界压力下上的水，在临界点温度以上个温度范围内，其热物理性质如焓、密度、定压比热都发生急剧变化。,2、超临界火电机组已是被广泛采用的成熟技术 20世纪60年代到70年代，人们从超临界水的特点进而认识到超临界循环比亚临界循环的效率更高时，发达国家的电力公司利用这一技术大力兴建发电厂。粗略统计，目前全世界有多余520台超临界机组在运行。 典型的亚临界火电厂应用的蒸汽参数条件为17MPa556 OC556 OC；多 数超临界火电厂蒸汽工况为24MPa556 OC556 OC，较新电厂蒸汽温度已爬升到超超临

6、界范围内，接近611 OC，近期有望达到28MPa638 OC (于1960 年建成的Eddystonel号机参数一直是世界上最高运行参数32MPa628 OC)。,3、超临界水冷反应堆核电站 水冷反应堆(压水反应堆和沸水反应堆)是目前世界核电站主流反应堆型，作为冷却剂的水是工作在临界点之下。超临界水冷反应堆是待开发的第四代堆型，在高于水的热力学临界点的工况下运行，是一种高温高压的水冷反应堆，冷却剂的参考热工参数为25MPa280 OC570 OC (压力进口温度出口温度)。超临界水冷反应堆的研发历史可以追溯到20世纪60年代，不比超 临界火电技术起步晚多少。在核裂变能开发利用过程中，工作在临

7、界点以下的水冷反应堆首先被开发成功并推广应用，犹如亚临界工况下的火电厂。随着全球范围核电再次被关注，追求更高的热循环效率，核能界也把目光投向超临界水冷反应堆。 超临界水冷反应堆核电站的核岛，很多技术基于现有水冷反应堆；而常规岛，更可以直接借鉴超临界超超临界火电厂的技术，自主化的百万千瓦级超临界超超临界火电机组也已在我国推广应用。事实上，超临界水冷反应堆是目前水冷反应堆进一步演变的结果，压水堆(PWR)一沸水堆(BWR)一先进沸水堆 (ABWR)一经济简化沸水堆(ESBWR)一超临界水冷反应堆(SCWR)，它是一种最简化的一体化水冷反应堆。,超临界水冷反应堆的主要特点是： 1.在SCWR内，超过

8、临界压力的水没有相变，在膺临界温度(25Mpa下为385 OC)及高于该温度下，水的焓值很高，热量能被冷却剂有效带出，且“类似过热蒸汽”，堆芯出口处无需汽一水分离，堆芯流出的高温冷却剂 可以直接驱动透平发电一直流热力循环。 2.SCWR在25MPa280 OC500 OC下运行，核电机组热效率可达438，比现有(包括第3代PWR核电技术)压水堆核电站的热效率(3335) 要高25327。随着出口温度增加，热效率还要高。 SCWR的中子能谱可以灵活设计，堆芯可以工作在热中子能谱、中能中子能谱甚至快中子能谱之下，可以设计出高转换比乃至增殖比的堆芯。 3.SCWR进出口温差大，堆芯在满功率下具有全自

9、然循环能力，堆的冷却系统无需主泵；采用直流热力循环无需压水堆必须的蒸汽发生器、汽水分离器、蒸汽干燥器、稳压器等主要设备，使系统大大简化，从而安全壳尺寸大大缩小。SCWR汽轮机进口比焓要比PWR核电机组汽轮机进口比焓高很多，使主要设备尺寸减少，结构紧凑。SCWR的压力容器和PWR的相同，其安全壳和ABWR的相近，但体积明显减少。所有这些都使SCWR建造的 比投资大大减少。 4.超临界水的物性变化连续，不存在两相共存现象，相当于过热蒸汽的单相流体，与水冷堆内的两相流相比，在设计准则和计算分析上都有优势。针对已有水冷堆各类计算机程序，对超临界工况下冷却剂物性的急剧变化引 起堆芯物理、热工水力及其间的

10、耦合的变化，要做适应性修改或开发，这表明SCWR的安全性分析、稳定性和控制也成为SCWR研发的主要课题。 5.超临界工况下，需要燃料包壳、结构材料能更好地耐高温、耐腐蚀，要有更好的强度，要探索更适合的反应堆材料。超，临界工况下的冷却剂、包壳和结构材料的辐照特性有待进一步试验研究。通常可被选用的镍基合金材料有较大的中子吸收截面(锆合金的10倍)，中子经济性差，需要高富集度燃料补偿，估计的富集度要在65以上，远高于目前的PWR的4。,超临界水冷式反应堆SCWR有着显着的经济优势，原因有两个：它使得核电厂有简化的可能和提高热效率。SCWR的主要使命是发电成本低，它借助於结合两种已证明了技术：常规 L

11、WR技术和超临界化石燃料的锅炉技术。据设计等方面的研究预测，SCWR核电厂的热效率约高于今天的轻水堆LWR的三分之一 。 超临界水冷式反应堆 正如图中所显示的，超临界水冷式反应堆 SCWR的常规岛和被动式安全功能和BWR相类似，但是却简单得多，因为冷却剂在核反应堆中并没有相变的阶段。超临界水直接驱动涡轮机，故它没有任何二次蒸汽系统。日本处于领先的地位，正在进行的一项国际努力，目的是要解决最紧迫的材料和系统设计的不确定性等问题，需要证明超临界水冷式反应堆SCWR的技术的可行性。,4、超临界水冷反应堆在中国的现实性 世界核能界普遍认为第四代核能系统(包括反应堆和燃料循环)的研发目标是：经济性、可持

12、续性、安全性、防止核扩散和实体保护。核电业主和消费者最关心的是：经济性明显改善、高放废物永久贮存得到合理和可靠的解决。缓解全球变暖，加之油价持续攀升，是刺激建设新核电机组的主要因素。但世界范围内规模建设新核电机组是在20152020年以后。2020年以后，我国即使保持2020年核电所占发电总量之比例，仍需批量建设新核电机组。根据新堆型开发的成熟性，决定建设什么堆型的新核电机组。超临界水冷反应堆的技术基础源于水冷堆和超临界超超临界火电机组，在我国研发超临界水冷反应堆最具现实性： 1.超临界水冷反应堆是水冷堆的进一步发展，而压水堆是迄今和今后我国核电发展的主导堆型。在已有压水堆技术和相应配套研发设

13、施、设备制造能力基础上研发SCWR，能与成熟的压水堆技术很好地衔接。 2.超临界火电机组在世界范围内、包括在中国的应用都已是成熟技术，超临界水冷反应堆机组的常规岛容易与之结合，还可以借鉴超临界火电机组耐高温材料和水处理控制技术的经验。 3.超临界工况使水冷堆的系统和设备大大简化，继而核电站的造价和运行成本大为降低，经济性明显改善。 4.冷却剂平均密度较低，可以灵活设计堆芯的中子能谱，超临界水冷反应堆不仅能被设计成热中子堆，也可以设计成快中子堆，意味着在SCWR内提高核燃料利用率的潜力。 5.SCWR设计目标使热效率高、发电成本低。与PWR相比，更有利于有效利用和节约铀资源，有利于核电可持续发展。,5、超临界水冷反应堆和节省铀资源 人们预期的2020年中国核电规划目标对铀资源的需求已很可观。中国核电发展的历程表明，很难对长期发展作出准确预测。但是，中国大规模发展核电，铀资源保障是必须考虑的最主要因素之一。铀资源是不可再生资源，犹如化石燃料不可再生。当核电机组的装机容量确定后，铀的年需求量和机组的热效率成反比。如前文所述，SCWR热效率比PWR高出25327，意味着发电量相同，SCWR将比PWR节省铀